Vol.27 No.2

講演再録

原子力バックエンド研究

もんじゅ廃止措置の現況
戸澤克弘＊1
もんじゅは燃料体が原子炉に存在する状態で廃止措置を開始したため，第 1 段階では 2022 年度までに原子炉からの燃料体取出しを最優先に実施する計画である．それまでの燃料体の連続処理実績が十分ではな
かったことなどから，2018 年度の燃料体の処理作業においては 232 件の不具合事象が発生し，燃料体の処
理体数は当初計画の 100 体から 86 体となった．発生した不具合事象は 3 つの主な対策，「燃料出入機本体
A グリッパトルク上昇対策」，「燃料出入機本体 B グリッパトルク上昇対策」，「ソフトウエアの不具合等の対策」により対応した．その結果，2020 年の燃料体の処理作業においては不具合事象の発生件数は 27 件と大幅に低減し，燃料処理体数は当初計画の 130 体を超えて 174 体の処理を完了できた．
Keywords:もんじゅ，廃止措置計画，燃料体取出し，燃料出入機

Since Monju started decommissioning activities with fuel assemblies still remained in the reactor core, the reactor
defueling by FY 2022 is given first priority in the first stage of its decommissioning plan. According to the initial plan,
the number of the subassemblies to be handled was 100, though the actually removed assemblies were total 86
because there were numerous troubles (as many as 232 incidents) encountered during the removing activities in FY
2018. The troubles were caused by scarce experience in continuously handling the assemblies and were dealt with byapplying mainly three measures; “Countermeasure to increase the fuel gripper torque of the main body A of the
ex-vessel fuel transfer machine”, “Countermeasure to increase the fuel gripper torque of the main body B of the
ex-vessel fuel transfer machine” and “Countermeasure for the software defects”. As a result, the number of theincidents was significantly reduced to 27 and the number of fuel assemblies removed was increased to 174 frominitially-planned 130.
Keywords: Monju, Decommissioning plan, Fuel handling, Ex-vessel transfer machine1

もんじゅ廃止措置の概要

熱管が破損した場合でもその影響が原子炉に及ぶことがな
いように 2 次冷却系を設置している．また，燃料体の取出

1.1 高速増殖原型炉もんじゅの概要

し・装荷はナトリウムと空気との反応防止のため，原子炉

高速増殖原型炉もんじゅの施設概要を Table 1 及び Fig.1の蓋を開放することなくナトリウム・アルゴンカバーガスに示す．
「もんじゅ」はナトリウム冷却型高速中性子炉であ雰囲気中の燃料取扱・貯蔵設備により，遠隔自動運転で実り，発電プラントとしての性能を確認することを目的とす

施する．

る原型炉として建設された．炉心燃料体は MOX 燃料（ウTable 1 Outline of Monju

ラン・プルトニウム混合酸化物燃料：Mixed Oxide Fuel）で炉型

ナトリウム冷却型高速中性子炉構成されている．運転期間は約 40EFPD（全出力換算日：

定格熱出力71.4 万 kW

定格電気出力28 万 kW

燃料の種類

ウラン・プルトニウム混合酸化物

運転期間

40EFPD(全出力換算日)

Effective Full Power Day）と短期間に留まっている．冷却系
は，1 次冷却系（放射性），2 次冷却系（非放射性），水・蒸気系から構成され，ナトリウムと水が接触すると化学反応を起こし，熱と水素を発生するため，万が一蒸気発生器伝Fig.1 System concept of Monju plant
Current status of Monju decommissioning by Katsuhiro TOZAWA(tozawa.katsuhiro@jaea.go.jp)＊1 国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構
Japan Atomic Energy Agency (JAEA)〒914-8585 福井県敦賀市木崎 65-20
本稿は，日本原子力学会バックエンド部会第 36 回バックエンド夏期セミ
ナーにおける講演内容に加筆したものである．

1.2 もんじゅ廃止措置の工程
高速増殖原型炉もんじゅは 2016 年 12 月に原子力関係閣
僚会議において決定された，「『もんじゅ』の取扱いに関する政府方針」において，「運転再開せず，今後，廃止措置に

119

December 2020

原子力バックエンド研究移行する」とされた．このため 2017 年 12 月に第 1 段階にをしながら着実に進める．廃止措置の全体工程と現状の進重点をおいた廃止措置計画を認可申請[1]し，2018 年 3 月に

捗を Table 2 に，各段階での実施内容の概要[2]を Table 3

廃止措置計画が認可された．

に，第 1 段階（燃料体取出し期間）の工程[3]と現状の進捗
を Table 4 に示す．

軽水炉では，燃料体が原子炉から取出された状態から廃止措置となる．しかし，ナトリウムを冷却材に使用する高① 第 1 段階（燃料体取出し期間）：第 1 段階においては，

速炉では原子炉からの燃料体取出しに時間を要すことから，原子炉に装荷されている燃料集合体 370 体と，炉外燃

原子炉及び炉外燃料貯蔵槽（以下「原子炉等」という）に料貯蔵槽に貯蔵されている燃料集合体 160 体の合計

燃料体が存在した状態から廃止措置開始となる．
このため，

530 体を取り出し，洗浄処理して燃料池へ移送する．

廃止措置初期段階の基本方針として「化学的に活性なナト

また，汚染の分布の評価を開始するほか，使用済燃料

リウムと燃料体が共存する残留リスクを早期に低減する観体やナトリウムの処理・処分の方法に係る計画につい点から，原子炉等から燃料体を取出す作業を最優先で実施て検討を行い，第 2 段階に着手するまでに廃止措置計することとし，2022 年度に燃料体取出しを完了させる」と画に反映して変更認可を受ける．
②第 2 段階（解体準備期間）：第 2 段階においては，汚した．なお，海外ではナトリウム冷却型高速中性子炉の廃止措置実績はあるものの，国内では初の経験となる．

染の分布に関する評価を継続するとともに，ナトリウ

廃止措置は，廃止措置期間全体を 4 段階（燃料体取出し

ム機器の解体準備及び水・蒸気系等発電設備の解体撤期間，解体準備期間，廃止措置期間Ⅰ，廃止措置期間Ⅱ）去に着手する．
③第 3 段階（廃止措置期間Ⅰ）：第 3 段階においては，に区分し，安全性を確保しつつ次の段階へ進むための準備
Table 2

Roadmap of Monju decommissioning [1]第１段階
燃料体取出し期間
年度

2017 ～ 2022
2018
2022

第２段階
解体準備期間

第３段階
廃止措置期間Ⅰ

2023
2023

第４段階
廃止措置期間Ⅱ
2047
2047

～

燃料体取出し作業
ナトリウム機器の解体準備
ナトリウム機器の
解体撤去

主
要
な
実
施
事
項

汚染の分布に関する評価
水・蒸気系等発電設備の解体撤去
建物等解体撤去
放射性固体廃棄物の処理・処分

Table 3Outline of the four implementation phases of Monju decommissioning plan [2]①燃料体取出し期間
放射能の調査及び評価
メンテナンス建物②解体準備期間
２次系ナトリウムの抜取り

原子炉建物
1次系Naポンプ

原子炉補助建物
燃料出入機

原子炉補助建物

メンテナンス建物

2次系 蒸発器 過熱器
Naポンプ

中間熱交換器

放射能の調査及び評価

主な解体範囲原子炉建物
1次系Naポンプ

原子炉補助建物
燃料出入機

タービン建物

原子炉容器

中間熱交換器

原子炉補助建物
2次系 蒸発器 過熱器
Naポンプ
タービン建物

原子炉容器
蒸気タービン

蒸気タービン

燃料池

燃料池

燃料ラック 炉外燃料貯蔵槽

燃料ラック 炉外燃料貯蔵槽

燃料体の取出し

工
事
内
容

１次冷却系

・燃料体の取出し（→燃料池）
・２次系ナトリウムの抜取り（一時保管用タンクの設置を含む）
・放射能の調査及び評価

安
全
対
策

２次冷却系

・ナトリウムの火災防止
・燃料取出し作業者の教育・訓練
・防保護具着用による被ばく低減策
等

工
事
内
容

・ナトリウム機器の解体準備
・水・蒸気系等発電設備の解体撤去
・放射能の調査及び評価（継続）

安
全
対
策

２次冷却系

水・蒸気、タービン系

・ナトリウムの火災防止
・汚染防止囲い等の活用による粉じんの飛散防止・防保護具着用による被ばく低減策等④廃止措置期間Ⅱ③廃止措置期間Ⅰ
主な解体範囲メンテナンス建物

１次冷却系

水・蒸気、タービン系

主な解体範囲原子炉建物
原子炉建物
1次系Naポンプ

原子炉補助建物
燃料出入機

中間熱交換器

原子炉補助建物

メンテナンス建物

2次系 蒸発器 過熱器
Naポンプ
タービン建物

原子炉建物
原子炉補助建物

原子炉補助建物

タービン建物

原子炉容器
蒸気タービン
燃料池
燃料ラック 炉外燃料貯蔵槽

１次冷却系

工
事
内
容

・ナトリウム機器の解体
・水・蒸気系等発電設備の解体撤
去（継続）

２次冷却系

水・蒸気、タービン系

・ナトリウムの火災防止
安全 ・遮蔽の設置、遠隔操作、防保護具
対 着用等による被ばく低減策
策
等

120

工
事
内
容

・管理区域の解除
・建物等解体撤去

安
全
対策

・汚染防止囲い等の活用による粉じんの飛散防止 等もんじゅ廃止措置の現況
水・蒸気系等発電設備の解体撤去を継続するとともに， なく，設置許可時の事故想定に比べ放射能量は 4 桁以上低ナトリウム機器の解体撤去を行う．

い．このため設置許可時の代表事故である燃料取替事故に④第 4 段階（廃止措置期間Ⅱ）：第 4 段階においては，

対応した事象として燃料池での使用済燃料の 1 体全ピン破管理区域の解除及び建物等の解体撤去を行う．

損時に放出放射能の瞬時地上放散を想定しても敷地境界の第 1 段階の 6 年間のうち 4 年目となる 2020 年 10 月時点

実効線量は約 1.2×10-6 mSv と目安となる 5 mSv を十分下回では，2 次冷却系ナトリウムの抜き取りを完了するとともり，周辺の公衆に対して著しい公衆被ばくを与えない[1]．

に，原子炉から炉外燃料貯蔵槽へ 100 体の燃料体の取出し④ナトリウム漏えい：万が一 1 次主冷却系または 2 次主と，炉外燃料貯蔵槽から燃料池へ 260 体の燃料体の処理・冷却系でナトリウムが漏えいしたとしても，既存の対応策

移送を終えている．本稿ではとくに，Table 4 に赤枠で示す（ナトリウム漏えい検出設備による早期検知，カバー，ト

燃料体の処理における不具合とその対策における工夫な

レイ及び堰の設置による漏えい範囲の制限など）によってどを中心に第 1 段階の廃止措置の進捗を紹介する．

ナトリウム燃焼は適切に抑制される．

2

2.2 燃料体の取出し作業及び燃料体の処理作業の概要

プラント状態と燃料体取出し作業及び燃料取扱設備の概要「もんじゅ」の燃料体取出しは，原子炉から燃料体を取り出し炉外燃料貯蔵槽まで移送する「燃料体の取出し作業」

2.1 現在のプラント状態と安全上の特徴と，炉外燃料貯蔵槽で一時的に貯蔵した後，炉外燃料貯蔵廃止措置の開始時点で以下のとおり，①未臨界性，②冷槽から燃料体を取り出し，燃料洗浄設備において付着した却性，③公衆被ばく，④ナトリウム漏えいのいずれに対しナトリウムを蒸気及び水によって洗浄し，燃料池の貯蔵ラても安全上の問題がないことを確認している．

ックに貯蔵する「燃料体の処理作業」の 2 つの作業から構①未臨界性：現在のもんじゅの原子炉は，制御棒を全挿成される（Fig.2 参照）．各設備間の移送は燃料出入設備に入状態とし，未臨界状態に継続的に維持されており，制御よって行う．

棒駆動機構を切り離して動作できない状態としているため

さらに燃料体を取り出した後の炉心位置には，燃料体の予期せぬ臨界が生じる恐れはない．さらに，現時点までに取出しを安全かつ確実に行うために，燃料体の形状，重量取出した炉心燃料体の代わりに模擬燃料体（外観形状・寸等を模擬した模擬燃料体等を装荷する．模擬燃料体等は新法と重量を模擬した治具）を挿入しているため，制御棒を燃料貯蔵設備を経由して炉外燃料貯蔵槽に搬入する（Fig.3

全て取出しても未臨界状態は維持される．

参照）．
模擬燃料体等の各設備間の移送も燃料出入設備にて②冷却性：前述のように炉心燃料体は約 40 EFPD の運転行う．

実績から燃焼度が低く，また，運転を停止して長期間を経ナトリウムは不透明な液体金属であり，不活性なアルゴたことから原子炉内の崩壊熱は燃料体の取出し開始前の時ンカバーガス中にカメラを設置したとしても蒸発したナト

点で約 30 kW と小さい．このため，崩壊熱は原子炉容器放リウムが付着して視認性が低下するため，ナトリウム中で散熱量（約 50 kW）よりも小さく 1 次主冷却系，2 次主冷

取扱う原子炉内や炉外燃料貯蔵槽内，燃料体を移送する燃

却系及び補助冷却設備による崩壊熱除去機能は，安全上は料出入設備などの燃料体の取扱い状況は直接見ることがで要求されない．また，燃料体 1 体当たりの崩壊熱も最大できない．このため，燃料体の取扱い時の運転操作は燃料取

約 0.2 kW/体と設計値 2.2 kW/体の 1/10 以下であり，自然放扱機器の動作時のトルクやストロークで規定の動作を行っ

冷により燃料被覆管制限温度以下に維持可能であるため，ていることを確認しながら，燃取系操作室より遠隔自動で燃料体の取扱い時に強制冷却は必要ない．

行う．

③公衆被ばく：崩壊熱と同様に原子炉内の放射能量は少

冷却材のナトリウムは化学的に活性なため，炉外燃料貯Table 4 Timeline for work in phase 1 (Fuel unloading) [3]年度

2017年度

2018年度

2019年度

2020年度

2021年度▽廃止措置に関する基本的な計画の策定

第
1
段
階
に
お
け
る
主
な
作
業
等

燃料体の処理（530体）（炉外燃料貯蔵槽→燃料池）

86体

174体

燃料体の取出し（370体）（原子炉容器→炉外燃料貯蔵槽）
模擬燃料体の準備（搬入→炉外燃料貯蔵槽）

燃料取扱設備の点検

定期設備点検（事業者自主検査）

2022年度
燃料体の取出し完了▽

100体
103体

146体

143体

燃料処理設備点検及び作動確認
回転プラグ点検及び作動確認

燃料交換設備、燃料処理設備、ディーゼル発電機、 原子炉補機冷却海水設備 他

一時保管用タンクの現地据付
2次系ナトリウムの抜き取り▽抜き取り完了

121

124体

146体

124体

December 2020

原子力バックエンド研究
蔵槽から使用済燃料を移送する際に機器に付着残留したナ形成することがこれまで課題となっている．

トリウムが燃料洗浄槽の残留水分と反応しナトリウム化合また，現状は前述のとおり，原子炉内では炉心から燃料物となること，ナトリウムが付着した機器から地下台車へ

体を 1 体取出すごとに模擬燃料体等を 1 体装荷しているが，持ち込んだナトリウムが模擬燃料体等の移送時に化合物をFig.4 に示す模擬燃料体等の部分装荷（一部の炉心位置に模Fig.2 Schematic flow of spent fuel unloading

新燃料移送機

炉内中継装置燃料出入設備①②

燃料交換装置①
空気地下台車

燃料容器取扱装置

Na：燃料処理・貯蔵設備：燃料交換設備Na

新燃料受入貯蔵設備

回転プラグ

凡例

炉外燃料貯蔵設備：① 燃料体の搬入作業（模擬燃料体等）：② 燃料体の装荷作業（模擬燃料体等）

模擬燃料体等の搬入・移送（燃料体の処理作業）

原子炉容器への移送（燃料体の取出し作業）

Fig.3 Schematic flow of dummy fuel loading

Fig.4 Partial loading of dummy fuel assemblies
122もんじゅ廃止措置の現況
擬燃料体等を装荷せず，地震時にも全ての炉心位置で最低の燃料体を取扱う．Fig.5 に示すように燃料体をつかみはな

3 面からの周りの炉心構成要素の支持が得られるような配しするグリッパは 4 本のテープで吊り下げられており，昇列とする部分的な装荷方法）について安全上も，耐震性上降時には 4 本ともに同じ方向に動かし，爪開閉時には 2 本も問題ないことを確認した結果，2022 年に計画している第のみを送り出し・巻き上げて逆方向に動かすことで爪を動

3 回目の原子炉からの燃料体の取出しでは「②燃料体の装作させる．後述するように本設備の本体 A 及び本体 B のグ

荷作業（模擬燃料体等）」（Fig.3 参照）を不要とすることを

リッパ爪開閉トルクの上昇が 2018 年度の燃料体の処理に

申請[4]し，2020 年 5 月 29 日に原子力規制庁から認可されおける最大の課題となった．

た．なお，今後の模擬燃料体の必要体数は 2020 年までに炉2.3.2 炉外燃料貯蔵設備

外燃料貯蔵槽に搬入済みのため，
次回 2021 年の第 3 回燃料

使用済燃料体の崩壊熱の減衰待ちと新燃料体（模擬燃料

体の処理以降は Fig.3 に記載の「①燃料体の搬入作業（模体等）の一時貯蔵を行うナトリウム中貯蔵設備である．燃

擬燃料体等）」も不要となり，燃料体の処理作業のリスク低料出入機の床ドアバルブへの接続位置と炉外燃料貯蔵槽

減と廃棄物の低減（模擬燃料体が将来的に廃棄物にならな（以下 EVST（Ex-vessel fuel storage tank）と称す）の回転い）を図ることができる．

ラックの回転により貯蔵位置へ燃料体を位置決めする（Fig.6 参照）．燃料体等の貯蔵容量は約 250 体である．

2.3 燃料取扱及び貯蔵設備の主要機器
燃料体の処理に使用する主要機器である①燃料出入設備，②炉外燃料貯蔵設備，③燃料洗浄設備，④水中燃料貯蔵設
備，⑤新燃料受入貯蔵設備について，以下に概要を紹介す
る．
2.3.1 燃料出入設備
燃料出入設備（燃料出入機）は燃料体の床設備間の移送を行う設備である．本体 A ではナトリウム及びアルゴンガ
ス雰囲気の燃料体を取扱い，本体 B では水及び空気雰囲気

Fig.6 Concept of ex-vessel fuel storage tank
2.3.3 燃料洗浄設備
水中燃料貯蔵設備で貯蔵するため使用済燃料体の付着ナ
トリウムを除去する設備である．使用済燃料体の付着ナトリウムに蒸気を含む湿潤アルゴンガスを吹き付け，ナトリ
ウム-水反応を緩やかにして不活性化（水酸化ナトリウムを生成）した上で，脱塩水を循環して洗い流す（Fig.7 参照）．
本設備には燃料出入機の本体 A と本体 B の両方のグリッパ
がアクセスする．このためナトリウムが付着した本体 A のグリッパがアクセスする前に高温のアルゴンガスを循環す
る脱湿運転を実施して，ナトリウムの化合物生成を防止す
る設計となっている．しかし，後述のとおり本脱湿運転による燃料洗浄槽の乾燥が十分ではなく，本体 A グリッパの不具合が発生することとなった．
2.3.4 水中燃料貯蔵設備
洗浄及び缶詰後の使用済燃料体を水中台車と燃料移送機を用いて水中移送して，燃料池の貯蔵ラック中に貯蔵する設備である（Fig.8 参照）．高速実験炉「常陽」の実績から
長期水中貯蔵時の燃料被覆管健全性を確認した[5]ことから，洗浄後の燃料の缶詰貯蔵を止め，裸貯蔵する方針に変更した．ただし，2018 年度取出しの 100 体分（当初計画，

Fig.5 Concept of Ex-vessel fuel handling machine123原子力バックエンド研究
最終的には 86 体に変更）の燃料体は設計の確認のため当初

December 2020

設計どおり缶詰缶に収納して貯蔵した．
2.3.5 新燃料受入貯蔵設備
新燃料体（模擬燃料体）を新燃料移送機を用いて空気雰
囲気で受入れ，新燃料貯蔵ラックに貯蔵する設備である（Fig.9 参照）．新燃料体（模擬燃料体）は地下台車でアルゴンガス雰囲気に置換・予熱後に燃料出入設備に受け渡す．
2.2 節に記載したとおり 2020 年の燃料体の処理で模擬燃料体の搬入を完了したため，2021 年以降の燃料体の処理では本設備は使用しない．

Fig.9 Concept of new fuel receiving and storage system

3

2018 年度の燃料体の処理時の不具合
2018 年度の燃料体の処理開始前まで，燃料体の処理実績

は 2 体しかなく，大量の燃料体を自動化運転で処理した実績がなかった．燃料体の処理開始前に操作員の訓練やリスク評価を行ったものの，結果として燃料体の処理においては大小各種の不具合が発生した．2018 年度の燃料体の処理
Fig.7の詳細スケジュールを Table 5 に示す．最初は燃料体の処

System concept and process flow of spent fuel

理状況を確認する ITV カメラの視認性低下等により，燃料

cleaning system

体の処理作業開始が 1 ヶ月程度遅れた（7 月→8 月）ところ

Fig.8 Concept of under-water spent fuel storage system124

もんじゅ廃止措置の現況
Table 5 Detail schedule of fuel handling in FY 2018

Table 6 Summary of problems experienced in fuel handling in FY2018
要因分類
機械異常

主な対策を要する警報等
・燃料出入機本体Aグリッパのつかみはなし異常(Na等付着) :8件
・燃料出入機本体Aグリッパのクラッチ動作遅延:1件
・燃料出入機本体Ｂグリッパのつかみはなし異常(トルク上昇) :3件
・燃料出入機本体Ｂトルクリミッタ摩擦板の滑り:2件
・真空ポンプシール異常:2件
・燃料出入機本体Aドアバルブのナトリウム付着:2件
・グリッパ交換装置現場盤動作不可:1件

対策分類*1

設備対応19件

設備対応
設備対応
設備対応
設備対応
設備対応
設備対応
設備対応

系統異常

・EVSTブローダウン流量異常 :1件
・プレコートフィルタ通水不可 :1件

対策完了（運用対応）
対策完了（運用対応）

信号異常・燃料洗浄設備のリミットスイッチのズレ:1件
・ガス置換排気時間超過による連動運転渋滞:6件
・燃料洗浄槽配管予熱温度異常:2件
・自動化運転における対象物入力不可:1件
・自動化運転リセット後のCRT表示不具合:1件
・燃料処理設備制御盤間の伝送異常等の起動条件不成立 :3件
・燃料移送機の連動運転渋滞:1件
・警報発生時に自動化除外せず:1件
・クラッチ動作遅延ソフトの誤修正
:1件

設備対応
運用対応
設備対応
設備対応
設備対応
設備対応
設備対応
設備対応
設備対応

環境異常

・燃料缶詰装置監視用ITV保護ガラスの結露 :２件

その他

・監視用ITVモニタ画像での確認困難による缶詰缶回転操作 :1件
・貯蔵ラックターゲットプレート上の影:1件
・燃料洗浄設備の脱塩水洗浄時の電気伝導度低下未了 :1件

設備対応11件
運用対応６件

今後不使用設備対応1件運用対応1件

今後不使用
設備対応
運用対応

*1：設備対応：設備対応（設備改善、補修・調整や予備品確保）の検討が必要な項目
運用対応：運用対応（運用改善、手順書反映）の検討が必要な項目

Table 7 Summary of countermeasures for the problems
大分類
設備
対応

運用
対応

対応不要

小分類
設備改善

主な項目

方向性

・燃料出入機本体Aグリッパのつかみはなし異常（Na等付着）・燃料出入機本体Ｂグリッパのつかみはなし異常（トルク上昇）
・燃料出入機本体Aグリッパのクラッチ動作遅延、ソフト誤修正
・自動化運転リセット後のCRT表示不具合
・自動化運転における対象物入力不可
・燃料処理設備制御盤間の伝送異常等の起動条件不成立
・燃料洗浄槽配管予熱温度異常
・燃料出入機本体Aドアバルブへのナトリウム付着
・燃料移送機の連動運転渋滞・警報発生時に自動化除外せず

・頻度大で工程影響大⇒対策Aとして重点検討
・燃料処理後半に頻度大、操作員負荷大⇒対策Bとして重点検討

補修・調整、
予備品確保

・燃料洗浄設備のリミットスイッチのズレ
・燃料出入機本体Ｂトルクリミッタ摩擦板の滑り・真空ポンプシール異常・グリッパ交換装置現場盤動作不可
・貯蔵ラックターゲットプレート上の影・調整で復旧済み、予備品確保
・補修で復旧済み、長納期のため予備品確保
・分解点検とシール交換
・補修予定
・観察継続、除去方法検討

運用改善

・ガス置換排気時間超過による連動運転渋滞
・燃料洗浄設備の脱塩水洗浄時の電気伝導度低下未了

主に自動化運転プログラムの修正等の対策が必要な各種不具合⇒対策Ｃとして種類別に検討

手順書反映

・EVSTブローダウン流量異常・プレコートフィルタ通水不可

対策完了
対策完了

・燃料缶詰装置監視用ITV保護ガラスの結露・監視用ITVモニタ画像での確認困難による缶詰缶回転操作

・缶詰処理は今後行わない
・同上

125

主に自動化運転プログラムの修正等の対策が必要な各種不具合⇒対策Ｃとして種類別に検討

December 2020

原子力バックエンド研究から始まり，燃料体の処理開始後，自動化運転プログラム

ッパ爪開閉トルクの変動を Fig.10 に，燃料出入機本体 A ののバグや最適化不足に伴う自動化運転停止を初め，トルク

昇降トルクの変動を Fig.11 に，燃料出入機本体 B のグリッリミッターの異常等の機器故障に伴う不具合，燃料出入機

パ爪開閉トルクの変動を Fig.12 に，燃料出入機本体 B の昇

本体 A グリッパへのナトリウム付着及び燃料出入機本体 B

降トルクの変動を Fig.13 に示す．本体 A ではグリッパ爪開グリッパのトルク上昇の発生に伴う複数回の処理作業工程

閉トルクが使用中に徐々に増大して警報が発報しているのの遅延などが発生した．最終的に合計 86 件（のべ 232 件）に対して，同じ駆動装置を使用するグリッパ昇降トルクにの不具合等（警報発報に伴う自動化運転の停止及び警報発はトルク上昇がみられないことからグリッパ内部の爪開閉

報なしでの自動化運転除外）が発生（2.7 件／体）し，それ機構の抵抗が増加したことが爪開閉トルク上昇の原因と推に伴う操作員の作業負荷の増大と復旧及び対策のための工定できる．一方，本体 B ではグリッパ爪開閉トルクの増加

程遅延が発生し，2018 年度の当初の燃料体の処理計画 100とグリッパ昇降トルクの変化が対応しており，グリッパ内体（2018/7-2018/12）に対し，86 体の処理（2018/8-2019/1）

部の爪開閉機構ではなく，駆動装置側の摺動部の抵抗増加で終了した．2018 年度の燃料体の処理作業で発生した不具に伴うトルクの上昇によるものと考えられる．詳細は次章合のリストを Table 6 に，発生した不具合の整理結果と対にて報告する．

策方針を Table 7 に示す．同表から，複数回発生し，かつ工程遅れに至り重点対策が必要な不具合として，以下の 2

70

つの事象を摘出した．

65
60【対策 A】燃料出入機本体 A グリッパトルク上昇対策
爪開閉トルク[N・m]【対策 B】燃料出入機本体 B グリッパトルク上昇対策
また，その他の事象については以下の対策として整理して，ソフトウエア対策を中心に実施することとした．
【対策 C】その他ソフトウエア不具合等の対策
各対策については主要な内容の詳細と対策の結果につい55
50▽警報設定値49N・m

45
40
35
30

：地下台車 空缶つかみ：缶詰装置 空缶はなし：洗浄槽
洗浄済燃料つかみ
4 ：缶詰装置 洗浄済燃料はなし
5 ：缶詰装置 缶詰燃料つかみ
6 ：水中台車 缶詰燃料はなし
1

25て次章にて報告する．

2
3

20

重点対策が必要な対策 A 及び対策 B の事象について，発15

生しているトルクデータのうち，燃料出入機本体 A のグリ

10
7/15

7/31

8/16

9/1

9/17

★：グリッパ洗浄

65
60
55

50

★

★

12/9 地下台車にて模擬燃料

体つかみ時に「本体Aｸﾞﾘｯﾊﾟつ

体つかみ時に「本体Aｸﾞﾘｯﾊﾟつかみはなし異常」発報

かみはなし異常」発報

★

★

★

Fig.12

1/23

Gripper finger drive torque of the main body B of
the ex-vessel fuel transfer machine in FY 2018

350

つかみ時に「本体Aｸﾞﾘｯﾊﾟつか

燃料洗浄槽

みはなし異常」発報300はなしトルク35

1/7付▽：警報設定値49N・m

10/15 検査槽にてﾄﾞﾘｯﾌﾟﾊﾟﾝ

つかみトルク40★

9/19 地下台車にて模擬燃料

地下台車

45

★

上昇（無負荷）高速最大

30

250

25

トルク[N・m]

爪開閉トルク [Nm]10/3 10/19 11/4 11/20 12/6 12/22

日

70

20

15
10
7/15

Fig.10

7/31

8/16

9/1

9/17

10/3 10/19 11/4 11/20 12/6 12/22
日 付

1/7

200

150

1/23

下降（無負荷）高速最小100

Gripper finger drive torque of the main body A of50

the ex-vessel fuel transfer machine in FY 2018

0
350

7/15

8/16

9/1

9/17

10/3 10/19 11/4 11/20 12/6 12/22

日

上昇（無負荷）高速最大

300

Fig.13250

トルク[N・m]

7/31

1/7

1/23

付

Gripper lifting torque of the main body B of the
ex-vessel fuel transfer machine in FY2018

200
下降（無負荷）高速最小
150

4

不具合対策の効果と 2020 年の燃料体の処理

100

2018 年度の燃料体の処理における主な不具合への対策

50とその効果及び 2020 年の燃料体の処理の結果について詳

0
7/15

7/31

8/16

9/1

9/17

10/3 10/19 11/4 11/20 12/6 12/22

日

Fig.111/7

細を以下に示す．

1/23

付

4.1 燃料出入機本体 A グリッパのトルク上昇対策

Gripper lifting torque of the main body A of the

燃料出入機本体 A のグリッパトルク上昇は，3 章に記載

ex-vessel fuel transfer machine in FY 2018126

もんじゅ廃止措置の現況のとおりナトリウム中に浸漬するグリッパ内部の爪開閉機

結果，2018 年 12 月 9 日に他設備の警報発報に伴いグリッ構においてトルクが上昇しているものと想定された．この

パが燃料洗浄槽で長時間保持された直後を除き，トルク高ため，グリッパ洗浄前のトルク上昇が発生しているケース

警報が出なくなった（Fig.10 参照）．グリッパトルク高警報とグリッパ洗浄後にトルク上昇が発生していないケースの後に確認した洗浄前の外観と比べ，グリッパの計画洗浄前

グリッパのトルク変動履歴を比較したところ，トルクピーに実施した外観観察ではグリッパ表面のナトリウム付着量

クが同一ストロークで発生していることがわかった．さらが少ないことが確認（Fig.15 参照）されている．上記のガに，このストロークは Fig.14 に示すグリッパの爪とそれをス置換回数の増加は 2018 年度の燃料体の処理では応急対駆動するアクチュエータの隙間が狭くなるストロークと一応として自動化運転を除外して操作員の手動操作で実施し致した．この事実に基づきトルク上昇の要因分析を行ったていたが，操作員の負荷を低減するため 2018 年度の燃料体

結果，トルク上昇が発生している要因は以下のとおりであの処理作業が完了後に自動化運転プログラムの修正を行い，ると推定した．

2019 年以降は自動化運転の中で燃料体受入れ前のガス置・ EVST でグリッパにナトリウムが付着し，露点の高い

換を 3 回実施するように改良した．

燃料洗浄槽で付着したナトリウムが化合物となる．
Table 8 Example of gas replacement frequency and dew

・ グリッパ付着ナトリウム化合物の表面が湿分と結合

point temperature before fuel reception

して潮解した状態となり，次の燃料体を取り扱う際に，潮解したナトリウム化合物にナトリウムが付着する．

露点温度１）

燃料洗浄槽の状態

・ 爪を駆動するアクチュエータの昇降に伴いグリッパの爪側面に付着したナトリウム化合物が爪とアクチ
ュエータの隙間の小さい部分に堆積，または脱落して噛みこみ，トルク上昇（回数を繰り返すごとに上昇）

ガス置換前

約-3℃

ガス置換１回⽬（従来）

約-9℃

ガス置換２回⽬（追加）約-30℃

ガス置換３回⽬（追加）
約-48℃
1)露点温度は受入準備後に燃料を受入れるまでの時間に相当するガス置換後約 30 分の上部露点計の値を示すを発生する．
この要因分析結果に基づき，
以下の 2 つの対策を立案し，実施した．
① 燃料洗浄槽の燃料体受入前のガス置換対策② 燃料洗浄槽の除湿対策
トルクピークの発生ストロークと一致
下爪との隙間が小さい部分

アクチュエータ
側面に付着した
Na 化合物下爪2019年1月19日グリッパ計画洗浄前

2018年9月19日警報発報後，グリッパ洗浄前
アクチュエータFig.15の昇降

Gripper observation situation

4.1.2 燃料洗浄槽の除湿対策
除湿運転後の燃料洗浄槽の湿分が高いことが根本的な原因と考えられることから，2018 年度の燃料体の処理終了後に燃料体を用いないで洗浄運転を実施する空洗浄試験を行
初期の状態

い，燃料洗浄設備の燃料洗浄槽及び系統配管部の温度測定

トルクが上がった状態

Fig.14 Conceptual diagram of sodium compound adhesion togripper fingers

温度℃
160

燃料受渡準備

4.1.1 燃料洗浄槽の燃料体受入れ前のガス置換対策

脱湿準備

120

燃料洗浄槽に EVST から燃料体をつかんで燃料出入機本
体 A のグリッパが接続する際に，燃料洗浄槽の露点温度を

Arガス循環系

脱湿

ガス置換

140

▽100℃

100

低下させることがグリッパに付着したナトリウムの化合物

80

生成を防止するためには重要である．従来は受入れ直前に60

燃料洗浄槽のガス置換（系統を真空引きした後，高純度ア

②
③
④

40

ルゴンガスを供給する作業）を 1 回実施していたが，燃料⑦

体の処理休止時に燃料洗浄槽の露点温度計測を実施したと

20ころ，Table.8 のとおりガス置換 2 回，3 回と繰り返し回数0
13:00:00を増加させると露点温度が低下することがわかった．このため，燃料体の受入れ前のガス置換回数を 2018 年 11 月 3

Fig.16日以降は 2 回，2018 年 11 月 21 日以降は 3 回とした．その⑧
14:12:00

時刻

16:36:00⑥
17:48:00

Temperature history of each part of spent fuelcleaning system127

15:24:00

December 2020

原子力バックエンド研究を実施した．その結果，Fig.16 に示すとおり，一部の配管可能性があり，ガス置換では十分湿分が除去できない部位

及び燃料洗浄槽の温度が 100℃を超えない部位があることとして下記（Fig.17 参照）を摘出した．

がわかった．このため水（液体）の状態で湿分が残留する

・燃料洗浄槽上部，中部胴（②③④）
・ガス供給配管（止め弁まで⑥⑦⑧）
なお，○数字は Fig.16 及び Fig.17 中の赤色○数字の部位を示す．
これらの部位はいずれもヒータ及び保温材を設置していないことが確認されたことから，ヒータ及び保温材を追加設置して温度制御できるようにした．その効果を確認するため，除湿対策の効果確認試験として模擬燃料体を用いた
燃料洗浄の自動化運転を実施した．本試験で燃料洗浄槽下部と燃料出入機本体 A 内部の露点温度を計測した結果をTable 9 に示す．なお，露点温度の計測位置は Fig.17 に示す
Table 9 Results of measuring the dew point temperature at
the bottom of the fuel cleaning system and inside
the fuel transfer machine unit A（単位：℃）
月日
12月26日

12月27日
12月28日Additional location of heaters and heat insulating

Fig.18

測定場所

０分間

５分間

７分間

本体Ａ

-64

-35

-39

-39

洗浄槽下部

-36

-28

-29

ー

本体Ａ

-62

-61

-40

-33

洗浄槽下部

-33

-38

-44

ー

本体Ａ

-63

-60

-28

-24

洗浄槽下部

-33

-41

-48

ー

＊1：洗浄槽については除湿運転後に一晩保持、本体Aについてはドアバルブ閉止後の受入準備直前にガス置換を実施し、その前の処理による湿分の影響を排除

materials for spent fuel cleaning system

Outline procedure for sodium reattachment test

1.00
雰囲気暴露時間：7分
0.75−3.8℃dp

0.50−9.8～−12.5℃dp−19.8℃dp

0.25−47～−48.2℃dp−31.1℃dp
0.00
1 2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

1

2

3

-0.25

-0.50

-0.75

Run5/A/1
Run5/A/2
Run5/A/3
Run5/B/1
Run5/B/2
Run5/B/3
Run5/C/1
Run5/C/2
Run5/C/3
Run8/A/1
Run8/A/2
Run8/A/3
Run8/B/1
Run8/B/2
Run8/B/3
Run9/A/1
Run9/A/2
Run9/A/3
Run9/B/1
Run9/B/2
Run9/B/3
Run9/C/1
Run9/C/2
Run9/C/3
Run10/A/1
Run10/A/2
Run10/A/3
Run10/B/1
Run8-1/B/2
Run8-1/B/3
Run10/C/1
Run10/C/2
Run10/C/3
Run6-1/A/1
Run6-1/A/2
Run6-1/B/1
Run6-1/B/2
Run6-1/C/1
Run6-1/C/2
Run6-2/A/1
Run6-2/A/2
Run6-2/A/3
Run6-2/B/1
Run6-2/B/2
Run6-2/B/3
Run6-2/C/1
Run6-2/C/2
Run6-2/C/3

単位面積当たりの重量変化量 （mg/cm2）

Fig.17

燃料体受入後の経過時間

受入準備
直前＊１

供試材

Fig.19（試験№/供試材№/Na再浸漬回数）

Result of sodium reattachment test128

もんじゅ廃止措置の現況
仮設露点計の位置である．燃料洗浄槽内部の露点温度は，には未反応の金属ナトリウム残り，ナトリウムへの再浸漬

除湿運転して一晩保持後も-30℃以下で安定しており，2018時にそれが溶融することにより，表層の化合物層が剥離す

年度のガス置換前の温度約-3℃（Table 8 参照）に比べヒーるものと推察する．

タ追加設置等により露点温度が大きく低減したことを確認したがって，前項の除湿対策の効果確認試験も考慮するした．また，燃料洗浄槽のガス置換後に本体 A を接続すると，本体 A 内部の露点が保守的に-20℃まで上昇した場合と，本体 A の露点温度が接続時間 7 分間で-24℃程度に一でもナトリウム化合物の生成速度が遅くなることが期待さ

時的に上昇した．別途確認したところ，その後のグリッパ

れ，-30℃以下に維持された場合には，ナトリウム化合物の昇降によって内部のガスが攪拌されて露点温度が最大で生成抑制が期待されることがわかった．

4℃程度上昇することから，保守的に想定してグリッパ昇降4.1.4 燃料出入機本体 A トルク上昇対策の効果確認（2020後の本体 A の露点温度は最大で-20℃程度になると評価し年の燃料体の処理の実績）
2020 年の燃料体の処理時のグリッパ爪開閉トルクの変た．

動グラフを Fig.20 に示す．同図より 2020 年 2 月 14 日から

4.1.3 要素試験による除湿対策効果の確認
露点温度低減に伴うグリッパ付着ナトリウム及びナトリ

15 日に実施したグリッパ洗浄後は，16 体目～174 体目の 158

ウム化合物量の変化の動向を確認するため，グリッパ構造体の処理を行った間，爪開閉トルクが 25.0～42.5 N・m の材と同等の SUS304 の試験片を用いたナトリウム再付着状

範囲で安定していた．取扱い場所によるグリッパ爪開閉ト

況を模擬した要素試験を実施した．Fig.18 に試験手順を示

ルク値の差異はあるが，計画洗浄と計画洗浄の間で爪開閉

す．試験片を 350℃のナトリウム中に 2 時間浸漬して試験トルクの上昇が再発することはなく，①燃料洗浄槽の燃料片が十分にナトリウムに濡れた状態とした後に付着ナトリ

体受入前のガス置換対策と②燃料洗浄槽の除湿対策の 2 つ

ウム量を測定し，その後 7 分間（実機の本体 A グリッパのの対策が有効であることが確認できた．なお，グリッパ昇

燃料洗浄槽への平均滞在時間に相当）湿度管理したアルゴ

降トルクについても大きな変動はなかった．

ンガス中に暴露した後，再度 2 分間 200℃のナトリウム中

また，2020 年 2 月 12 日に発生した爪開閉トルク警報発（EVST のナトリウムの温度及びグリッパ浸漬時間を模擬） 報事象については，処理作業開始前にドリップパン（本体に浸漬し，付着したナトリウム及び化合物の重量の変化をA 内でドアバルブを閉止して燃料体を移送中に燃料体等か計測し，この処理を 3 回程度繰り返した．その結果は以下

ら滴下するナトリウムを受けるための容器）のみの洗浄ののとおりである（Fig.19 参照）．

ために燃料出入機本体Ａを燃料取扱機器洗浄槽に接続した①露点温度 0℃近傍：繰り返し回数に比例してナトリウ

際に，グリッパ表面に付着していたナトリウムが燃料取扱

ム及び化合物の重量が増大した．

機器洗浄槽の湿分と反応してナトリウム化合物になったた②露点温度-10℃～-20℃：繰り返し回数に比例して増大

めトルクが上昇したことが原因と評価した．以降のドリッした．ただし，増加速度（量）が上記①の半分程度にプパンの洗浄時には同時に本体 A グリッパも洗浄している制限された．

こと，上述のとおり最初のグリッパ洗浄後にはトルク上昇③露点温度-30℃～-50℃：繰り返し回数で重量が増大すが再発していないことから本評価は裏付けられたと考えてることはなく，むしろ低下する傾向が得られた．

いる．
燃料洗浄槽の下部露点温度については燃料体の処理時にも計測を行った．その結果から，計測された燃料体受入れとなった場合には繰り返し浸漬してもナトリウム及び化合前（ガス置換後）の燃料洗浄槽の露点温度は 2 月の燃料体物の付着量が増加していない．これは，化合物の生成厚みの処理開始当初は-30℃以下であったが，3 月以降は-50℃以が付着ナトリウム表面の薄い層に留まるため，その層直下下と非常に低い露点温度で安定した．また，燃料体受入前

グリッパ爪開閉トルク（Ｎ・ｍ）

この結果から，露点温度が低い場合には付着ナトリウム
表面の化合物の生成速度が遅くなり，露点温度が-30℃以下

Fig.20 Gripper finger drive torque of of the main body A of the ex-vessel fuel transfer machine in 2020129

December 2020

原子力バックエンド研究（ガス置換後）の露点温度はいずれもナトリウム化合物のカニカルシールトルク 23.5 N・m が支配的であり，このト生成が抑制される-30℃以下を満足していた．したがって，

ルクはシールメーカ設計想定値 21.6 N・m（摩擦係数 0.5

燃料出入機本体 A 内部の雰囲気の露点温度も少なくとも 3相当）を超える値であることがわかった．なお，スクレー

月以降は-30℃以下に維持されたものと考えられる．この結パも表面荒れに伴い摺動抵抗が増加したが，全体トルクに果から除湿対策は十分に機能しており，本体 A グリッパ爪

占める割合は約 12％（4.1 N・m）と小さい．
このため，対策として燃料出入機本体 B の①各摺動部品

開閉トルクの上昇対策として有効であると評価する．

の交換と，②メカニカルシール単体のトルク特性の確認を
4.2 燃料出入機本体 B グリッパのトルク上昇対策行った．

燃料出入機本体 B のグリッパトルク上昇は，3 章に記載のとおりグリッパ爪開閉トルクの増加とグリッパ昇降トル

Table 10 Torque value of each part at gripper drive mechanism
during overhaul of ex-vessel fuel transfer machine

クの変化が対応しており，グリッパ内部の爪開閉機構ではなく，駆動装置側の摺動抵抗の増加によるトルクの上昇とトルク要因推定した．爪開閉トルクの警報設定値は，2018 年度まではHiPシール

3.2N・m

7.2N・m

設計値は摩擦係数0.1相当

グリッパ内機構のトルク異常を早期に検知するため積み上

スクレーパ

4.1N・m0.8N・m

設計値は摩擦係数0.2相当

げた各部のトルクのばらつきを考慮して 49 N・m に設定さ軸受

0.0N・m0.0N・mれていた．しかし，駆動装置側の可動シール部等の摺動抵

メカニカルシール

23.5N・m10.9N・m

設計値は摩擦係数0.3相当

トルクモータ抵抗

0.9N・m0.0N・m

テープゆるみ防止用の巻上げ

テープ巻上げ力

2.3N・m

2.3N・m

グリッパ内の爪開閉機構のトルク

合計

34.0N・m21.2N・m抗の増加により本来監視すべきグリッパ内機構のトルク上昇を直接に確認できない状態であった．無駄な警報の発報を防止するため，2018 年度の燃料体の処理終了後にグリットルク評価値

設計値

備考

パ爪開閉トルクの警報設定値を「運転上の制限トルク」69
N・m に見直した．その上で，トルク上昇の原因を調査す

4.2.2 燃料出入機本体 B の摺動部品交換後のトルクるため駆動装置側の可動シール部等の各部の摺動抵抗を調燃料出入機本体 B の各摺動部品を交換後に測定したグリ

査した．

ッパ爪開閉トルクとグリッパ昇降トルクの値を Table 11 に示す．同表より，爪開閉トルクは交換前の 34 N・m から約4.2.1 燃料出入機本体 B のトルク上昇部位の調査

12 N・m 低下して 22 N・m となり，2018 年度の燃料体の摺動抵抗が生じている可能性のある部品を Fig.21 に示す． 処理開始前よりも小さくなったことを確認した．本体 B グ
同図より，対応する部位について分解点検時にそれぞれにリッパ上昇時と下降時の昇降トルク差（4 軸の摺動抵抗値
ついて取り外し前後のトルク測定と状態観察を行い，トルの 2 倍に相当）も，交換前の 109 N・m から約 50 N・m 低

ク上昇部位を確認した．その結果を Table 10 に示す．同表

下して 59 N・m となり，2018 年の処理開始前よりも小さ

より分解点検時の全体トルク 34 N・m の約 2/3 を占めるメ

くなり，正常に復旧したものと考えられる．

Fig.21 Parts of gripper drive mechanism that may cause sliding resistance130もんじゅ廃止措置の現況
Table 11 Gripper finger drive torque and gripper lifting

10.0

torque after exchange of sliding parts

9.0
8.0
判定値：6.8[N･m]7.0

トルク[N･m]6.0
5.0
全体平均値：2.24[N･m]

4.0
3.0
2.0
1.0
0.0

300
平均値：2.22[N･m]600

1000（回分）

平均値：2.03[N･m]

平均値：2.48[N･m]Fig.23 Continuous torque measurement result of mechanicalseals by torque continuous measuring device
4.2.3 メカニカルシール単体のトルク特性値 6.8 N・m に対して十分に低く安定していることを確認し交換後の使用済みメカニカルシールについて，トルクレ

た．この結果から，連続作動に伴う摩耗粉の発生のみではンチと治具を用いた簡易測定により，温度をパラメータにトルク上昇は発生しないことがわかった．

したメカニカルシールのトルク特性を取得した．その結果

一方，簡易測定によるトルク計測は夏期に実施したことを Fig.22 に示す．同図より温度が低下するとトルクが上昇

から 30℃以上のデータのみであったため，トルク連続測定する傾向を確認した．また，表面状態を確認するために表試験装置を用いて簡易測定よりさらに低い温度でのトルク

面洗浄を行う前は温度低下時のトルク上昇が大きく，表面特性を追加して計測した．その結果を Fig.24 に示す．同図

洗浄後は温度低下に伴うトルク上昇が抑えられる傾向が確

より，燃料出入機での低速（5 rpm），間欠動作の使用条件認された．この事実からトルク上昇にはシール表面の摩耗において表面洗浄を実施して摩耗粉の影響がない状態でも粉の影響が考えられ，動作を繰り返して摩耗粉が生成して25℃以下では温度が低くなるほどトルクが上昇する傾向がいる環境では温度低下による影響が大きくなる可能性があみられ，低温になるほどトルクのばらつきも増加することる．

を確認した．なお，このようなトルク特性についてはシー
ルメーカにも知見がないとのことであった．このため，トルク上昇の詳細な原因は不明であるが，トルク上昇が発生した場合にはメカニカルシール周りの温度を高く保持することが有効と想定された．

6.0

本体B蓋側（洗浄後）正転

本体Bケーシング側（洗浄後）新品加速試験

逆転

低温試験（2/17）

5.0

温度上昇試験（2/18）
温度上昇試験（2/19）

トルク［N・m］

温度上昇試験（2/21）

Fig.22Torque characteristics of mechanical seals withtemperature as a parameter by temporary torque4.0

温度上昇試験（2/26）
指数近似曲線（高）温度上昇試験（2/27）

3.0加速試験平均値2.24N・m

2.0

1.0
指数近似曲線（低）measurement method

0.0
5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

60

65

シール面の温度［℃］

並行して連続作動（実動作を模擬して 5 rpm で 8 回転後，Fig.2412 秒停止後逆方向に 8 回転後，12 秒停止の繰り返し）試験

Torque characteristics of mechanical seals withtemperature as a parameter by torque continuousを実施できるトルク連続測定試験装置を製作し，約 20℃の

measuring device

雰囲気で 1,000 回のグリッパ昇降(500 体の取扱いに相当)を模擬した連続動作を実施した．その結果を Fig.23 に示す．

4.2.4 燃料出入機本体 B トルク上昇対策の効果確認（2020年の燃料体の処理の実績）

同図より取扱い体数（当初 130 体，最終的に 174 体）に十分余裕をみた 500 体相当の昇降動作を実施する中でトルク

Fig.25 に 2020 年の燃料体の処理における燃料出入機本体上昇は発生せず平均トルクはいずれも約 2.2 N・m と，判定

B のグリッパ爪開閉トルクの変動を示す．2020 年 2 月から

131

December 2020

原子力バックエンド研究開始した燃料体の処理では開始直後に燃料出入機本体 B のと考えられる．4.2.3 項に示したように連続作動にともなう爪開閉トルクは当初の 30 N・m 程度から 50 N・m を超え

摩耗粉等の発生と温度低下が重なることで，トルク上昇がるレベルへの上昇傾向が確認された．メカニカルシールの発生したと考えられる．

周辺温度が 15℃程度であったことから，15 体目の処理後の
2 月 16 日にメカニカルシール周辺にハロゲンランプ照明を

4.3 不具合対策の効果と 2020 年の燃料体の処理のまとめ用いて 20℃以上に加温したところ，爪開閉トルクが低下し2018 年度の燃料体の処理で発生した不具合への対策と安定した．3 月後半に再度 45 N・m を超えるレベルにトル

その効果のまとめを Table 12 に示す．

ク上昇がみられたため，ハロゲンランプ照明を追加して【対策 A】
燃料出入機本体 A グリッパトルク上昇対策（ナ

25℃以上に加温したところ，トルク値が再度 40 N・m 前後

トリウム化合物付着対策）では，燃料洗浄槽の除湿対策とに低下，安定した．この結果，16 体目～174 体目の 158 体

自動化運転プログラムの修正（ガス置換回数の変更等）にの処理を行った間，爪開閉トルクが約 30.8～約 49.9 N・mより，ナトリウム化合物の生成を低減できた．その結果，の範囲で推移し安定した．

燃料体の処理開始前の機器洗浄槽への本体 A 接続に伴う不純物の影響により燃料体処理開始 15 体後にトルク上昇警から 5 月 15 日に実施した中間点検時に加温用のハロゲンラ

報によりグリッパ洗浄を 1 回実施したものの，それ以降はンプを停止し，周辺温度が 20℃程度に低下したことが原因

トルク監視しつつグリッパ洗浄を計画的に運用（約 40 体程

グリッパ爪開閉トルク（Ｎ・ｍ）

なお，5 月 15 日からの一時的なトルク上昇は 4 月 16 日

Fig.25 Gripper finger drive torque of of the main body B of the ex-vessel fuel transfer machine in 2020
Table 12 Summary of countermeasures and their effects for defects that occurred in the fuel handling in FY2018
2018年度燃料体の処理時の不具合

不具合対策の概要

効果（2020年燃料体の処理状況）【対策A】燃料出入機本体Aグリッパトルク上昇対策（本体Aグリッパへのナトリウム化合物付着に伴うグリッパのつかみはな
しトルク上昇）1)燃料洗浄槽の除湿対策
2)自動化運転プログラムの修正（ガス置換回数の変更等）

・トルク上昇警報（1件）により、グリッパ洗浄を実施，その後はトルク監視によるグリッパ洗浄時期の計画運用により，警報の発報なし【対策B】燃料出入機本体Bグリッパトルク上昇対策（可動シール等のトルク増大に伴うグリッパのつかみはなしトルク上
昇）1)摺動部品の新品交換
2)要素試験によるトルク特性の確認とそれに基づくシール部加熱対策

・加温によりトルク上昇のないことを確認
・警報の発報なし【対策C】その他ソフトウエア
不具合等の対策
1)自動化運転プログラ
ムの修正
2)燃料処理
設備の制
御盤間の
伝送
ノイズ対策
3)自動化運
転の円滑
な運用に
資するため
の対策

① 自動化運転における対象物入力不可（燃取系
計算機の不具合）・燃取系計算機のプログラムバグ改修

・発生なし② 自動化運転リセット後のCRT表示不具合（過去状態の残存）・燃取系計算機のプログラムバグ改修

・発生なし③ 燃料出入機本体Aグリッパのクラッチ動作遅延・部品交換、制御プログラム改修

・発生なし④ 燃料出入機本体Aドアバルブのナトリウム付着によるシール漏れ（燃料体からのナトリウム滴下及び地下台車からの化合物吹き上がり）１）冷却系の停止による滴下量の削減
２）追加対策：地下台車の清掃

・一時的なナトリウム化合物の付着による漏れの発生（3件）あり
・地下台車の清掃以降は発生なし⑤ 洗浄水の電気伝導度高による自動化運転停止

・燃料洗浄追加手動操作の自動化

・発生なし⑥ 制御信号伝送異常等による自動化運転停止（伝送ノイズ）・信号伝送システムの更新

・伝送ﾉｲｽﾞ対策が十分でないと思われる
伝送異常等の発生19件有るが，発生頻度は約1/10に低下（1.1件/体⇒0.1件/体）⑦ ガス置換時間超過による自動化運転停止（地下台車等）

・ガス置換方法の改良

・気圧の変動等により4件発生有るも発生頻度は低下（6件/86体⇒4件/174体）⑧ 燃料洗浄槽配管予熱温度異常による自動化運
転停止

・配管予熱設備の改良（ヒータ追
加）

・発生なし

132

もんじゅ廃止措置の現況
度ごとに洗浄）したことにより，トルク値は安定しており，画についても具体化検討を実施していく予定である．

警報の発報はなかった．
【対策 B】燃料出入機本体 B グリッパトルク上昇対策（可謝辞

動シールトルク異常対策）では，摺動部品の新品交換と要素試験によるトルク特性の確認（低温でのトルク上昇とば

本報告内容は，日本原子力研究開発機構敦賀廃止措置推らつきの増大）及びそれに基づくシール部加温対策により，進本部において本部長を主査として推進している燃料体取一時的なトルク上昇は抑制され，トルク値が安定している出し検討会の元で燃料体取出し作業の不具合対策等を実施ことを確認し，結果として警報の発報もなかった．

した設計ワーキンググループの成果をとりまとめたもので【対策 C】その他ソフトウエア不具合等の対策の主な結ある．設計ワーキンググループの成果は，もんじゅ燃料体

果は以下のとおりである．燃取系計算機のプログラムバグ

取出しに係わる設備担当部門である廃止措置部燃料環境課

改修により，ソフトウエアの不具合に伴う警報の発生は防の高木剛彦氏，浜野知治氏はじめ各課員，原因究明の試験止できた．また，燃料出入機本体 A ドアバルブのナトリウ研究を実施した敦賀総合研究開発センター高速炉プラント

ム付着によるシール漏れについては再発したものの，地下技術開発部ナトリウム技術開発グループの平川康氏，斎藤台車からのナトリウム化合物吹き上がりが原因と確認し，

淳一氏，設備設計及び保守点検・改造を担当した富士電機

化合物除去の対策によりその後の再発は防止できた．制御

株式会社の古賀和浩氏，鈴木和則氏はじめ各業務担当者，

信号伝送異常等による自動化運転停止やガス置換時間超過

敦賀廃止措置推進本部廃止措置推進室技術グループで対策

による自動化運転停止については，信号ノイズの影響や気検討のとりまとめを担当した加藤修一氏（現:株式会社 IHI）

圧の変動等の要因により完全な防止は難しいが，対策の実の尽力により達成されたものである．ここに深く感謝する．

施により発生頻度は大きく低減（前者は約 1/10，後者は約1/3）できた．

参考文献

以上の対応により，燃料体の処理作業で不具合発生頻度は 2018 年度の 2.7 件／体（232 件/86 体）から 0.16 件／体[1]

日本原子力研究開発機構: 高速増殖原型炉もんじゅ
原子炉施設廃止措置計画認可申請書 平成 29 年 12 月

（27 件／174 体）と大幅に低減するすることができた．

6 日, 日本原子力研究開発機構 (2017).
5

[2]

まとめ

佐久間，大西: 高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置に向けた取り組みについて, デコミッショニング技報．
58, pp.48-55 (2018).

高速増殖原型炉もんじゅは，燃料体が原子炉にある状態
で廃止措置に移行することから 2022 年度までの第 1 段階に[3]

日本原子力研究開発機構: 高速増殖原型炉もんじゅ
原子炉施設廃止措置計画変更届出書 令和 2 年 6 月 9おいて燃料体取出しを最優先に実施し，完了させることと日, 日本原子力研究開発機構 (2020).

した．
[4]

もんじゅにおける燃料体取出しのうち燃料体の処理作業

日本原子力研究開発機構: 高速増殖原型炉もんじゅ

は，2018 年度の処理開始までに 2 体の作業実績しかなく，原子炉施設廃止措置計画変更申請書の一部補正につ大量に連続処理した実績がなかった．このため，2018 年度

いて 令和 2 年 4 月 24 日, 日本原子力研究開発機構の燃料体の処理作業においては，86 件（のべ 232 件）の不(2020).
[5]

具合等（2.7 件／体）が発生したために操作員等の負担が大
きく，100 体の処理を計画していたが 86 体に留まった．

田地弘勝 他:「常陽」MK-Ⅰ炉心燃料集合体（PPJX12）の照射後試験(1)集合体及び燃料要素の非破壊試験，

PNC-TN9410 84-126(1984).

これに対して【対策 A】燃料出入機本体 A グリッパトル
ク上昇対策（ナトリウム化合物付着対策），【対策 B】燃料出入機本体 B グリッパトルク上昇対策（可動シールトルク
異常対策），【対策 C】その他ソフトウエア不具合等の対策を実施し，発生した不具合の再発防止と発生頻度の低減を図った．これらの対策により，2020 年の燃料体の処理作業においては，不具合等の発生件数が 27 件（0.16 件／体）と大幅に低減し，6 月末までに 130 体処理との当初計画を上回り，6 月 1 日までに 174 体の処理を完了した．その結果，廃止措置計画において公開した 2022 年度までに 530
体の燃料体の処理を完了させるとの目標の達成に対し，実績に基づく確かな見通しを得た．
また，
これまで国内において十分な運転実績がなかった，
大型高速炉の燃料体を自動化運転によって大量に連続して処理する設備・機器の運転等に関する知見を習得し，大型高速炉における円滑な燃料体の処理を実現した．
今後，第 2 段階以降のナトリウムドレン，機器解体の計133